This work presents the results following the first irradiation of ITER materials samples in a tokamak D–T plasma environment operating at significant fusion power. The materials exposed to this nuclear environment at the Joint European Torus during the DTE2 experimental campaign that took place in 2021 include representative ITER samples from various components such as poloidal field coil jacket samples, toroidal field coil radial closure plate steels, EUROFER 97 steel, W and CuCrZr materials from the divertor, Inconel-718 and 316L stainless steel for blanket modules, as well as vacuum vessel forging samples. The experimental results discussed include high-resolution gamma spectrometry measurements and analysis conducted with the post-irradiated samples, of which there were 68 in total. These samples were exposed through different experimental campaigns, including deuterium, deuterium–tritium and tritium phases. Diagnostics that supported the analysis included 25 dosimetry foil-based neutron diagnostics and two 'VERDI' neutron spectrometry diagnostics. A further 12 samples for positron annihilation spectroscopy were also irradiated. The irradiation of all these samples took place in a long-term irradiation assembly located near the JET vacuum vessel. The post-irradiation analysis of the ITER material samples has yielded valuable insights into their material activation levels and radiation fields. Comparative assessments between experimental measurements and comprehensive neutronics simulations have demonstrated a significant level of agreement in this work, while also revealing some discrepancies in specific material instances. The data and interpretation from this work not only serve as a robust experimental foundation for enhancing the precision and predictability of neutronics simulation approaches for ITER and next-step devices but also present some opportunities for the refinement of simulation methodologies. In light of these findings, a series of recommendations have been proposed, aimed at improving confidence in nuclear predictions associated with materials that have been exposed to fusion nuclear environments and advancing understanding in this important domain.
本研究は、相当な核融合出力で運転されるトカマクD–Tプラズマ環境におけるITER材料サンプルの初回照射後の結果を提示する。2021年に実施されたDTE2実験キャンペーン中にJoint European Torusでこの核環境に曝露された材料には、ポロイダル磁場コイルジャケットサンプル、トロイダル磁場コイルのラジアルクロージャープレート鋼、EUROFER 97鋼、ダイバータからのWおよびCuCrZr材料、ブランケットモジュール用のInconel-718および316Lステンレス鋼、ならびに真空容器鍛造サンプルなど、様々な構成要素からの代表的ITERサンプルが含まれる。議論される実験結果には、合計68個の照射後サンプルに対して実施された高分解能ガンマ線分光測定および分析が含まれる。これらのサンプルは、重水素、重水素–トリチウム、およびトリチウムの各相を含む異なる実験キャンペーンを通じて照射された。分析を支援した診断装置には、25基の線量測定フォイルベース中性子診断装置と、2基の「VERDI」中性子分光診断装置が含まれていた。さらに、陽電子消滅分光法のための12個のサンプルも照射された。これらすべてのサンプルの照射は、JET真空容器の近くに設置された長期照射アセンブリ内で行われた。ITER材料サンプルの照射後分析により、それらの材料の放射化レベルと放射線場に関する貴重な知見が得られた。実験測定と包括的な中性子工学シミュレーションとの比較評価は、本研究においてかなりのレベルの一致を示した一方で、特定の材料事例におけるいくつかの相違も明らかにした。本研究から得られたデータと解釈は、ITERおよび次世代装置のための中性子工学シミュレーション手法の精度と予測可能性を高めるための堅牢な実験的基盤として役立つだけでなく、シミュレーション方法論を改善するためのいくつかの機会も提供するものである。これらの知見に基づき、核融合核環境に曝露された材料に関連する核予測への信頼性を向上させ、この重要な分野における理解を深めることを目的とした一連の提言が提案された。